CURSO DE INTRODUÇÃO À TECNOLOGIA DO HTGR (High Temperature Gas - Cooled Reactor)
JOSÉ RIBEIRO DA COSTA
INFORMAÇÃO 1EA N.°
Janeiro — 1972
2C
INSTITUTO DE ENERGIA ATÔMICA Caixa Postal 11049 (Pinheiros)
CIDADE UNIVERSITÁRIA "ARMANDO DE SALLES OLIVEIRA"
S A O PAULO — B R A S I L
(High Temperatura Gas - Cooled Reactor)
José Ribeiro da Costa
Divisão de Engenharia Nuclear Instituto de Energia Atômica
São Paulo - Brasil
INFORMAÇÃO IEA N? 20 Janeiro - 1972
Instituto de Energia Atômica Conselho Superior
Eng? Roberto N. Jafet - Presidente Prof.Dr.Emilio Mattar - Vice-Presidente Prof.DrJosé Augusto Martins
Dr.Affonso Celso Pastore Prof.Dr.Milton Campos Eng? Hélcio Modesto da Costa Superintendente
Rómulo Ribeiro Pieroni
CURSO DE INTRODUÇÃO À TECNOLOGIA DO HTGR (High Temperature Gas - Cooled Reactor)
Pág.
- INTRODUÇÃO .1 - OS REATORES N U C L E A R E S DE POTÊNCIA E SUA TECNOLOGIA 1
- OS REATORES R E F R I G E R A D O S A GÁS - E V O L U Ç Ã O D A TECNOLOGIA 2
1) - O G C R - Gas Cooled Reactor 2 2) - O A G R - Advanced Gas-Cooled Reactor 11
3) - Os Conversores Avançados a Alta Temperatura 13 O " H T G R " - HIGH T E M P E R A T U R E G A S - C O O L E D REACTOR - CONCEITO E
FILOSOFIA 15
1) - Características Gerais do " H T G R " 1 5
2) - O Tipo de Combustível Empregado no HTGR 1 6
2 . 1 ) - As partículas de Combustível (Coated Particles) 1 6 a) - Partículas com 2 Camadas Envolventes ^ b) - Partículas com 3 Camadas Envolventes ^ c) - Partículas com mais de 3 Camadas Envolventes ^
d) - Constituição das Partículas 20 2.2) - O Elemento Combustível do HTGR 20
a) - O Pebble Bed Fuel Element 20 b) - O Prismatic Fuel Element para o HTGR 21
b.1) - O Elemento Combustível do HTR (Dragon) 22 b.2) - O Elemento Combustível do HTGR-Peach Bottom 24 b.3) - O Elemento Combustível "Fort St. Vrain" 25 3) - O "High Temperature Gas-Cooled Reactor" - Versão Alemã 27 4) - O "High Temperature Gas-Cooled Reactor" - Versão Inglesa 29
a) - O Projeto HTR-650 MW 31 b) - O HTR - Ciclo Direto 32 5) - O "High Temperature Gas-Cooled Reactor" - Versão Americana 34
a) - O Projeto Pioneiro de "Peach Bottom" 34 b) - O Protótipo Comercial de "Fort St. Vrain" 36 TECNOLOGIA DO HTGR A M E R I C A N O (I) - PROJETOS C O M E R C I A I S 38
1) - O Projeto " F O R T ST. V R A I N " 38 a) - Elemento Combustível 38 b) - Vaso de Pressão 38 c) - O "Circulator" e o "Steam Generator" 38
2) - Os Projetos Comerciais: O HTGR-1100 e o HTGR-770 MW (e) 39 TECNOLOGIA DO HTGR A M E R I C A N O (II) - COMPONENTES 44
1) - O " C o r e " 44 2) - O. "Steam Generator" - 0 "Circulator" 50
3) - Os Elementos Acessórios do HTGR 54 a) - Sistema de Purificação do Hélio 54
b) - Estocagem do Hélio 54 c) - Suprimento de Nitrogênio 55 V I I - TECNOLOGIA DO HTGR A M E R I C A N O (III) - PARÂMETROS IMPORTANTES 56
1) O HTGR como Conversor Avançado 56 2) O Ciclo do Tório nos HTGR's Americanos 57 3) As Variáveis Envolvidas nos Ciclos de Combustível do HTGR 58
a) - Razão Carbono/Tório 60 b) - O Tempo de Permanência do Combustível (Fuel Residence Time) 60
c) - A Razão de Conversão (Conversion Ratio) 61
d) - A Densidade de Potência 61 e) - O "Age Peaking Factor (Fator de Pico da Idade) 62
f) - A Freqüência do Recarregamento 62 4) Exame do Comportamento dos Diversos Parâmetros Considerados 62
V I I I - O "PCRV - PRESTRESSED CONCRETE REACTOR V E S S E L " E O HTGR 66
1) - Preliminares 66 2) - Funções Gerais e Características do PCRV 66
3) - Cálculo do PCRV - Critérios e Métodos de Cálculo 77 a) - Teoria Convencional das Placas Planas e Curvas 77
b) - Método da Relaxação Dinâmica 77 c) - Método dos Elementos Finitos 77 4) • Protensão - Disposição dos Cabos 78 5) - A Proteção Contra os Efeitos da Temperatura 78
a) - O "Liner" ou Película de Estanqueidade 79
b) - A Barreira Térmica Interna 79 c) - Refrigeração do Concreto - Controle 81
6) - Propriedades do Concreto 81 I X - A Q U A R T A G E R A Ç Ã O DOS REATORES A G Á S - O "GCFR-Gas Cooled
Fast-Breeder Reactor" 86
1) - Preliminares 86 2) - O G C F R - "Gas Cooled Fast-Breeder Reactor" - Descrição Sumária 88
a) - O "Core" 88 b) - O Combustível do GCFR 88
c) - O " P C R V " do GCFR 91 3) - O "Overlap" de Tecnologia entre o HTGR e o GCFR 92
4) - Alguns Aspectos Técnicos e Econômicos Referentes ao GCFR 93
a) Performance do Combustível 94
X - CONCLUSÕES 97 XI - B I B L I O G R A F I A
C U R S O D E I N T R O D U Ç Ã O
À
T E C N O L O G I A D O "H.T.G.R."
(High Temperature Gas-Cooled Reactor)
I - I N T R O D U Ç Ã O
Dentro do campo da Engenharia Nuclear, um dos tópicos básicos para a compreensão de como se desenvolve um conceito de reator nuclear de potência é o que se relaciona com a tecnologia dos reatores, sua evolução, aperfeiçoamento e otimização, tendo sempre em vista desenvolver a tecnologia de tal forma que, a par do desenvolvimento de uma dada linha de reatores, seja alcançada também outra meta, possivelmente de maior importância ainda, qual seja a da economicidade na geração de energia elétrica, de forma a permitir o maior grau possível de competitividade entre essa fonte de geração elétrica e as fontes térmicas convencionais para essa mesma geração de energia, inclusive com a geração elétrica de base hidráuHca, em casos especiais e, possivelmente, em todos os casos em futuro remoto.
Procuraremos aqui focalizar a forma de como se desenvolveram os reatores nucleares de potência refrigerados a gás, exclusivamente, uma vez que o nosso objetivo é o estudo dos reatores a alta temperatura, ou seja, o denominado H T G R (High Temperature Gas-Cooled Reactor), que pode ser considerado como uma "terceira geração" de reatores a gás, como veremos mais adiante. Não entraremos, contudo, em minúcias especializadas, que não cabem no escopo do presente trabalho; esses pormenores deverão ser estudados em um "Curso de Tecnologia de Reatores", nos moldes dos já existentes nos Cursos Avançados de Pós-Graduação em Engenharia Nuclear das grandes Universidades do exterior, e complementados com o estudo e a análise de bibliografia já existente, da qual citaremos boa parte referente ao H T G R .
Não é, também, nosso objetivo suscitar polêmicas ou discussões sobre os diversos pontos que iremos apreciar, nem objetivamos impor pontos de vista ou soluções. Pretendemos, exclusivamente, expor o assunto e tecer alguns comentários ou adiantar algumas conclusões que, a nosso ver, possam servir de subsídio para orientar escolha de soluções ou tendências que possam ser seguidas a posteriori.
II - O S R E A T O R E S N U C L E A R E S D E P O T Ê N C I A E S U A T E C N O L O G I A
Os reatores nucleares de potência se constituem hoje em dia, sem dúvida, num dos mais modernos meios de geração de energia elétrica, e a sua tecnologia, ainda de certa forma sofisticada, mormente nos conceitos mais avançados de reatores nucleares, não é fácil de ser dominada, dadas as dificuldades naturais decorrentes de seu recente desenvolvimento, o alto custo das pesquisas de que necessita para a sua evolução, e mesmo a complexidade que ainda envolve alguns de seus dispositivos ou partes componentes, tudo isso aliado a uma velocidade de desenvolvimento muito alta que torna obsoletas em pouco tempo muitas das soluções encontradas, a ponto de não haver, a rigor, duas centrais nucleares que sejam identicamente
iguais. Entretanto, é possível distinguir-se "Linhas" de reatores e, dentro dessas "Linhas de Reatores", conceitos ou filosofias de projeto, segundo uma tecnologia básica que se desenvolve continuamente, com a adição de novas soluções que implementam essa tecnologia, sem alterar, contudo, as suas características fundamentais.
No caso particular dos reatores nucleares, um dos elementos básicos que definem uma tecnologia é o tipo de refrigerante empregado; de um modo geral, pode-se falar de uma
"Tecnologia de Reatores a Água", de uma "Tecnologia de Reatores a Gás", de uma "Tecnologia de Reatores a Metal Líquido", e t c , sem grande margem de erro, uma vez que a tecnologia do refrigerante utilizado define, praticamente, a tecnologia do reator, do ponto de vista do
"engineering design", ou seja, da engenharia de projeto. Se, em uma segunda e mais particularizada classificação, adicionarmos o tipo do "moderador" empregado (no caso particular dos reatores nucleares denominados "térmicos"), a classificação será ainda mais rigorosa, podendo se falar, sem perigo de erro grave, da tecnologia dos reatores a:
1. Água Leve/Água Leve 2 . Água Pesada/Água Leve 3. Grafita/Gás, etc.
Entretanto, para o caso particular que estudaremos, será somente considerada a Tecnologia dos Reatores Refrigerados a Gás ( C 02 ou He).
Ill - OS REATORES R E F R I G E R A D O S A G Á S - E V O L U Ç Ã O D A T E C N O L O G I A 1) - 0 " G C R " - Gas Cooled Reactor
Os reatores nucleares refrigerados a gás foram, talvez, os que mais cedo se desenvolveram e os que mais efetivamente, até bem pouco tempo, vinham sendo utilizados como dispositivos geradores de energia elétrica de base nuclear em escala comercial. Desde "Calder Hall" até
"Wylfa", por exemplo, a Grã-Bretanha instalou somente em seu território (Inglaterra, Gales, Escócia) cerca de 5.000 Mw elétricos, no período de I956 até I970. Até I969, inclusive, a energia e l é t r i c a de base nuclear gerada por reatores refrigerados a gás carbônico (164.771 x 1 06 Kw h) era superior, em todo o mundo ocidental, à energia elétrica de base nuclear gerada pelos demais tipos de reatores de potência até então em funcionamento, da seguinte forma (1):
Tabela I
Geração de Energia Elétrica de Base Nuclear até 1969 (*)
Período
Geração Elétrica: Kw h x 1 06
Período
Reatores a Gás
Outros Total
Até 1968
Em 1969 (até 3 0 / 1 1 )
161.855 2.916
60.577 1.772
222.432 4.688
Totais 164.771 62.349 227.120
(*) - S6 foram consideradas as centrais nucleares de tipo comercial mais importantes dos EE.UU., Grã-Bretanha, Japão, Itália, Canadá e índia.
Os chamados "Gas Cooled Reactors" ou reatores tipo "Calder Hall" são constituídos de um " C o r e " de grandes dimensões relativas, onde se posiciona o combustível nuclear, constituído de barras cilíndricas de urânio natural (metálico), encamísadas (cladding) a
"Magnox" (liga de Magnésio e Alumínio), as quais são introduzidas em "canais", também cilíndricos existentes no moderador, no caso a grafita, constituindo o conjunto o denominado
" C o r e " ou "Núcleo" do reator.
Esse "Núcleo" ou " C o r e " é formado por blocos de grafita (prismas quadrangulares ou cubos, nos projetos ingleses; prismas hexagonais, nos projetos franceses), com um furo central, cilíndrico, que constitue o denominado "Canal", Esses blocos são empilhados formando o
" C o r e " de tal forma que os furos se superponham formando canais contínuos, verticais, desde o topo até a base do " C o r e " . Nesses canais é que são posicionadas as barras de combustível:
Fig. 1 - Plano ou Mapa do " C o r e " do GCR (Calder Hall)
4 O empilhamento dos blocos de grafita é feito com precisão de tal forma a que não haja desalinhamento quer para os blocos quer para os canais. Para esse empilhamento, são realizados cálculos estruturais rigorosos, nos quais são levados em conta os parâmetros em jogo: tensões mecânicas, tensões térmicas, estabilidade do empilhamento, etc.
Na Fig. 2 e Fig» 2.a estão mostrados alguns detalhes concernentes ao empilhamento e detalhes estruturais, canais, etc.
49 ri »m «.
Fig. 2 - Esquema do Empilhamento da Grafita (Oldbury)
Fig. 2.a - Detalhes Referentes ao Empilhamento da Grafita
O elemento combustível do G C R é constituido de urna barra cilíndrica de urânio natural (metálico), com diâmetro aproximado de 1 polegada (aproximadamente, 2,54 cm), encamisada (cladding) a "Magnox" (liga de magnésio e alumínio). Esse encamisamento, além de sua função estrutural - dar maior rigidez à barra do elemento combustível - serve também para reter no seu interior os produtos de fissão, não permitindo a sua interação com o refrigerante, evitar a corrosão (oxidação) do urânio metálico pelo C 02, e como superfície de transferência de calor.
Essa superfície pode ainda ser aumentada, até certo ponto, com a adição de aletas ao longo de toda a barra de combustível, o que permite não só o aumento da área dessa superfície como provoca também um maior turbilhonamento do gás refrigerante (o escoamento de calor nos reatores refrigerados a gás é realizado no regime turbilhonar), propiciando melhores condições de refrigeração, obviamente aumentando a queda de pressão do refrigerante. Na Figura 3 estão
mostrados alguns tipos de elemento combustível dos GCR's ingleses:
6
Fig. 3 - Elementos Combustíveis de Alguns GCFTs Ingleses
O " C o r e " ou núcleo do reator é colocado dentro de uma estrutura fechada hermeticamente: o Vaso de Pressão (Pressure Vessel) Essa estrutura, nos primeiros GCFTs, era fabricada em aço especial com uma espessura tal que permitisse resistir à pressão de trabalho do fluido refrigerante - aqui, no caso, o C 02 - veículo de transporte do calor produzido nas fissões, desde o " C o r e " até os denominados "Trocadores de Calor", em circuito fechado.
Envolvendo o Vaso de Pressão há uma outra estrutura suplementar, em concreto armado,, que atua como absorvedor ou atenuador das radiações provindas do "Core" e produzidas pelas fissões, a fim de proteger o pessoal que opera a Central Nuclear: é a denominada "Blindagem Primária" ou "Blindagem Biológica".
Essa estrutura, por ser em concreto, necessita de uma "proteção" contra os efeitos da temperatura, que podem ser danosos para esse material, se atingir a limites relativamente altos (mais de 60-70°C); para isso, há entre o Vaso de Pressão e a Blindagem Biológica uma outra estrutura, denominada "Blindagem Térmica", que envolve internamente a Blindagem Biológica.
Além dessa Blindagem Térmica, é necessário manter-se um circuito de refrigeração (ar, por exemplo), entre a Blindagem Térmica e a Blindagem Biológica, a fim de se manter o concreto a temperaturas compatíveis, conseqüentemente a integridade de suas propriedades mecânicas.
Na Figura 4 estão mostradas essas diversas peças estruturais ou de proteção, como sejam:
1. Vaso de Pressão (Pressure Vessel) 2. Blindagem Térmica (Thermal Shíeld) 3. Blindagem Biológica (Biological Shield)
cuja análise ajudará à compreensão do papel que representam os modernos Vasos de Pressão em Concreto Protendido, os denominados PCRV (Prestressed Concrete Reactor Vessel), usados nos HTGR,
Os países que mais se dedicaram à exploração comercial dos denominados GCR's foram a Grã-Bretanha e a França. Desde o protótipo de " C A L D E R H A L L " até a construção da Central Nuclear de S I Z E W E L L - na Grã-Bretanha - e, na França, desde os reatores da Central Nuclear de CHINON (CHINON 1, 2 e 3, antigamente denominados EDF-1, EDF-2 e EDF-3) até a Central de BUGEY-1 (antigo EDF-5), o desenvolvimento da linha de reatores GCR atingiu a estágios de desenvolvimento bem adiantados, sem, contudo, remover uma série de problemas inerentes a esse tipo de reator, principalmente no que concerne ao comportamento do combustível e ao custo global de uma central do tipo GCR.
8
Fig. 4 - Corte Horizontal do Reator de Calder Hall (GCR)
9
Tabela II
Quadro Comparativo da Evolução de Alguns Parâmetros do GCR
Parâmetro
Central Nuclear Parâmetro
CalderHall Bradwell Hinkley Point Sizewell
Potência, MW (e) 35 150 250 290
Eficiência, (%) 19.2 28 26 30,5
Pressão de Trabalho • (kg/cm2)
C 02
10,2 9.0 13 18
Volume do "Core", m3
-
915 1.342 1.115Temperatura de Saída, °C 336 390 373 410
Dimensões do Vaso D 11,3 20 20 19,5
de Pressão (m)
H 20,6
- - -
Espessuras das Paredes do
Vaso de Pressão (cm) 5 7.6 7,6 10.5
1 ^ . :,•
Até aqui, ou seja, até a construção da Central de S I Z E W E L L (Grã-Bretanha) e ÉDF-2, ou CHINON-2 (na França), a parte estrutural, isto é, o Vaso de Pressão, era construído em aço especial, tendo como envoltória, como já vimos, a Blindagem Biológica em concreto armado.
Mas a necessidade da construção de reatores de maior porte, a necessidade do aumento da eficiência, conseqüentemente, da pressão do gás refrigerante, para a obtenção de reatores não só mais potentes como mais econômicos, exigiam, obviamente, o uso de:
1 - maiores dimensões para o núcleo ou "core" do reator e, por conseguinte, maiores dimensões para o vaso de pressão;
2 - aumento da pressão do gás refrigerante ( C 02) ;
3 - como decorrência natural dos dois fatores acima, maiores espessuras para as paredes do vaso de pressão;
4 - a par disso, construção de maiores estruturas em concreto, envolvendo o vaso de pressão, como blindagem primária ou biológica.
Isso tudo esbarrava em uma série de problemas, os maiores dos quais eram, sem dúvida:
a) - a impossibilidade de serem usinadas peças de grande espessura de parede, para soldagem posterior, para a ereção de grandes vasos de pressão em aço;
I Pelos dados da Tabela II podemos analisar, comparativamente, como se processou a [evolução de alguns importantes parâmetros referentes aos reatores GCR na Grã-Bretanha, país
que mais se dedicou ao estudo e construção dessa linha de reatores nucleares de potência:
Algumas Características Importantes dos Reatores T i p o G C R de O L D B U R Y - W Y L F A - S A I N T L A U R E N T - 1 - S A I N T L A U R E N T - 2 - B U G E Y - 1
Características
G R Ã - B R E T A N H A F R A N Ç A Características
O L D B U R Y W Y L F A S A I N T L A U R E N T - 1 B U G E Y - 1
Potência, M W (e) 300 590 480 488
Eficiência, % 33,6 31,5 30,4 28,4
Pressão de T r a b a l h o
( k g / c m2) 26 26 32 42
T e m p . S a í d a , °C 410 414 400 398
Dimensões d o V a s o de Pressão,
D 23, í 28,8 18,6 16,8
Dimensões d o V a s o de Pressão,
H 18,0 - 35,7 37,8
b) - dificuldades, mesmo impossibilidades técnicas, para a confecção de cuidadosas soldagens e inspeção destas p o r gamagrafia; correções posteriores, etc.
C o m os projetos de D U N G E N E S S - A e S I Z E W E L L - A , chegou-se na Inglaterra a um p o n t o c r í t i c o na evolução dos projetos G C R : a construção de grandes vasos de pressão em aço para suportar grandes pressões, em reatores de maior porte. Surgiram, então, os projetos dos reatores O L D B U R Y e W Y L F A , quase que ao mesmo tempo.
É interessante acentuar q u e , embora hajam sido os franceses os primeiros a utilizar o concreto p r o t e n d i d o na construção de vasos de pressão de reatores, com o projeto pioneiro de M A R C O U L E (G-2 e G - 3 ) , foram os ingleses os primeiros a adotar essa tecnologia nos reatores G C R comerciais (os reatores de Marcoule são mais reatores plutonígenos d o que propriamente geradores de energia elétrica; esta, do p o n t o de vista econômico, é um s u b p r o d u t o ) . C o m essa nova tecnologia, diversos inconvenientes foram removidos:
1 - fundiu-se em uma só estrutura o vaso de pressão propriamente d i t o , que até então era em aço, e a blindagem biológica, executada em c o n c r e t o , numa simbiose pe rfei ta vaso-de-pressão/bl i ndagem-bi ol ógi ca.
2 - o vaso de pressão passou a ser executado totalmente " i n s i t u " , sem os inconvenientes d o transporte de grandes peças usinadas até o canteiro de obras, para soldagem;
3 - eliminou-se a dificuldade surgida para a construção de vasos de pressão de maior porte e para suportar pressões mais elevadas - conseqüentemente mais espessos e sem possibilidade de serem executados em aço - uma vez que, pelo menos do p o n t o de vista de tecnologia não há, até agora pelo menos, limites para o aumento da pressão d o refrigerante, vale dizer da pressão interna a que o vaso de pressão deverá ser submetido (não há restrições para o aumento da espessura das paredes), t u d o dependendo de aspectos econômicos, não tecnológicos.
Tabela I I I (2)
Esses dois projetos - O L D B U R Y e W Y L F A , aliados aos projetos franceses S A I N T LAURENT (1 e 2) e BUGEY-1 constituíram, possivelmente, o maior e o mais otimizado passo que se poderia dar para o progresso da tecnologia dos reatores a gás, do tipo GCR. Os parâmetros mais importantes desses reatores, constam dos dados da Tabela I I I da página 10.
É interessante compara los com os dados da Tabela 11,
Uma das maiores conseqüências positivas na introdução dos vasos de pressão em concreto protendido foi a integração, dentro do vaso de pressão,, dos Trocadores de Calor, estrutura convencional, de certa forma delicada e que sempre se constituiu num dos pontos críticos da tecnologia dos reatores nucleares, com problemas de blindagem, manutenção, de perdas ao longo dos dutos de comunicação entre eles e o "core" (fonte quente), etc.. Os problemas de blindagem ao longo das tubulações - do 'core" até os Trocadores de Calor e de blindagem destes f icararn praticamente resolvidos com a adoção do "ciclo integrado" e do vaso de pressão em concreto protendido: os Trocadores de Calor se situam "ao lado" (ou embaixo) do "Core", sem dutos de ligação, e o vaso de pressão - que já serve como "Blindagem Primária" - servindo também como blindagem para os Trocadores de Calor.
21 - O A G R - Advanced Gas Cooled Reactor
Apesar de todo o avanço tecnológico atingido pelo GCR, continuou ele, no entanto, se constituindo num tipo de reator pouco econômico, não só no que se refere a custos de ciclos de combustível como, principalmente, com relação a custos de construção. Ademais, a tecnologia do gás permitia atingir-se a temperaturas de saída do gás refrigerante bem mais elevadas, porém, incompatíveis com as propriedades intrínsecas do urânio natural metálico, incapaz de suportar temperaturas elevadas (no entorno de 560°C ele passa da fase a, em que "ortorrômbico", para a fase |3, em que e * cúbico centrado",sofrendo distorções, acréscimo de volume, e t c ) . Além disso, o seu encamisamento (em "Magnox") não pode suportar temperaturas muito superiores a 500°C.„ A Máquina de Carga e Descarga (o recarregamento é feito "em marcha") é ;outro problema complexo. Era, pois, necessário eliminar se todos esses inconvenientes e procurar-se, também, um maior aproveitamento do combustível, aumentando-se a sua "taxa de queima"
(burnup), isto é, obter-se., ao mesmo tempo (3):
a) - o aumento da temperatura do gás refrigerante;
b) = o aumento da taxa de queima (burnup) (no GCR ~ 4.000 MWD/t)
c) o aumento da potência do reator sem o conseqüente aumento das dimensões do
"core" e, mais ainda, com a diminuição do número de canais;
d) - conseqüentemente, a simplificação da Máquina de Carga e Descarga, vale dizer.da operação de recarregamento.
Como se pode ver, era necessário se introduzir alterações que, comparativamente entre si, eram paradoxais.
A modificação substancial introduzida e que resultou na otimização de todos esses parâmetros, foi o emprego de combustível ligeiramente enriquecido ( U 02, enriquecido, em média, a 2,5% no ciclo de equilíbrio), utilizando pastilhas (pellets) encamisadas em aço inoxidável, e adotando como moderador um novo tipo de grafita (ligeiramente anisotrópica), com refrigeração também através do moderador. O elemento combustível modificou também a sua geometria, deixando a forma cilíndrica de barra única, simples, para se constituir em um
" f e i x e " (bundle) de varetas (pins), formando o todo um conjunto cilíndrico (assembly), como é mostrado na Figura 5 :
Fig, 5 - Elemento Combustívei do A G R
C o m isso, e sem modificar sensivelmente qualquer dispositivo de natureza tecnológica da engenharia do reator, em comparação com o G C R (as modificações substanciais ocorreram na tecnologia do combustível), foi possível obter-se:
1. O aumento da temperatura de saída do gás refrigerante (de 4 1 0 ° C dos reatores de Wylfa, tipo G C R , para 6 7 5 ° C nos reatores de Dungeness-B, do tipo A G R ) ;
2„ o conseqüente aumento da temperatura e das condições do vapor (ciclo de trabalho), sem necessidade de grandes estágios de superaquecimento e permitindo o uso de turbinas convencionais, portanto mais econômicas;
• 3. aumento da Taxa de Queima ("Burnup") que, nos reatores de Oldbury (GCR) é de 3.200 MWd/t e nos reatores de Hinkley Point (AGR) é de 18.000 MWd/t;
4. aumento da eficiência térmica: de 30,2% nos reatores de Oldbury (GCR) para 41,5% nos reatores de Hinkley Point (AGR);
5. diminuição do número de canais, com o aumento da potência de saída; com efeito:
5.1 - nos reatores de Oldbury (300 MW (e) - Tipo GCR) há um total de 3320 canais;
5.2 - nos reatores de Dungeness-B (600 MW (e) - Tipo AGR) há somente 465 canais.
6. conseqüentemente, simplificação da Máquina de Carga e Descarga que, em vez de ter de atender a diversos canais de um mesmo "stand pipe" (nos reatores GCR de Saint-Laurent, por exemplo, em determinada posição a Máquina de Carga e Descarga deve atender, de um mesmo "stand pipe", 33 canais), fazendo corresponder, no AGR, cada "stand pipe" a um só canal de carregamento.
Na Tabela IV é feita uma comparação entre diversas características dos reatores de OLDBURY (GCR) e dos reatores de DUNGENESS-B (AGR) (4):
Tabela IV
Comparação de Características entre OLDBURY (GCR) e DUNGENESS-B (AGR)
OLDBURY DUNGENESS-B
Característica (GCR) (AGR)
(por reator) (por reator)
Potência Elétrica, MW (e) 300 600
Combustível U. Natural (0,7%) U. Enriquecido (~2,5%)
"Core" ativo:
Diâmetro, M 12,8 9.5
Altura, m 8,5 8,3
Volume, m3 t.093,000 588,000
Potência Elétrica/litro de "Core"
Ativo, em kw(e)/litro 0,27 1.02
Número de Canais 3.320 465
Pressão de Trabalho, kg/cm2 25,7 30,6
Temperatura de Entrada, °C 245 320
Temperatura de Saída, °C 412 675
Máxima Temperatura do Cladding, °C j 480 800
Material do Cladding MAGNOX AÇO INOXIDÁVEL
Passo (distância entre os eixos de
canais adjacentes), cm 19,7 39
3) - Os Conversores Avançados a Alta Temperatura
Os reatores do tipo AGR examinados anteriormente já representam, de certa forma, um primeiro estágio de desenvolvimento dos reatores a alta temperatura ou, talvez, a transição para estes reatores, uma vez que com esse tipo de reator já se consegue atingir a temperaturas de saída do gás refrigerante da ordem de 675° C» Por outro lado, a alta temperatura nos reatores nucleares é um dos estágios mais importantes para se atingir ao "breeding", e a tecnologia dos
14 reatores a gás, pela sua flexibilidade e condições, permite que todos esses estágios possam ser atingidos com maior facilidade. Em 1966, em um " R e p o r t " à C N E N , adiantávamos que (5):
"5 - Os reatores do tipo A G R , representando um estágio mais avançado dos reatores do tipo GCR (Gas Cooled Reactor), constituem o primeiro estágio dos reatores a alta temperatura, o "High Temperature Gas-Cooled Reactor • H T G R " , ou, talvez, um estágio de transição entre os GCR e os H T G R / '
"6 - Estes últimos ( H T G R ) , por sua vez, serão um dos primeiros estágios dos reatores "Breeder". Há, portanto, fundamentos para se estabelecer uma linha de evolução lógica dos reatores de potência refrigerados a gás, da seguinte forma:
G C R — — *AGR HTTGR - * " B R E E D E R "
sem grandes modificações na tecnologia geral dos projetos, vale dizer sem modificações sensíveis na engenharia de reatores ou de projetos".
Em realidade, os fatos confirmaram essas previsões e hoje já se pode estabelecer uma seqüência de desenvolvimento dos reatores a gás com a adição a essa cadeia de desenvolvimento do denominado " G C F R - Gas Cooled Fast-Breeder Reactor", da seguinte forma:
GCR *AGR H-ITGR K3CFR (1a. Geração) - (2a„ Geração) - (3a, Geração) - (4a, Geração)
com a circunstância de que o desenvolvimento dessa cadeia vem se processando, praticamente, com a só modificação da tecnologia do combustível, na passagem de um estágio de desenvolvimento para outro.
Os reatores A G R , embora já se constituíssem em um projeto avançado de reatores a gás, ainda apresentavam - e apresentam - alguns problemas de projeto. Um deles se referia à dificuldade de se aumentar mais ainda a temperatura de saída, pelas conseqüências que pudessem resultar para a integridade do combustível, para a integridade do moderador (storage energy), etc. Se se pudesse, pois, ao mesmo tempo em que se substitue o combustível na operação de recarregamento, substituir-se também o moderador e, ademais, resolver-se o problema do "cladding" substituindo-o por outro material mais refratário - cerâmico, por exemplo - e que fosse pouco absorvedor de nêutrons, esses inconvenientes seriam eliminados e a economia de nêutrons seria melhorada, aumentar-se-ia a eficiência, a densidade de potência, etc. O conceito " H T G R " resolveu essas questões.
Com efeito, o tipo de combustível usado nesse tipo de reatores permite a troca do moderador juntamente com a do combustível, uma vez que ambos estão solidários ao mesmo corpo. Ademais, o uso de um "cladding" cerâmico evita a introdução no " C o r e " de absorvedores metálicos parasitas.
Esta foi, basicamente, a modificação introduzida nos reatores a gás, para se poder atingir a temperaturas mais altas, isto é, para se obter o denominado conceito H T G R .
Como se vê, quer na transição do G C R para o A G R e deste para o H T G R , o fator principal foi a "mudança na tecnologia do combustível", respeitando-se, praticamente, a engenharia de projeto, o "engineering".
Os reatores a alta temperatura - o H T G R ( H T R para os Ingleses e T H T R para os Alemães) distinguem-se dos outros sistemas ou conceitos de reatores conhecidos principalmente pelo uso de combustível sem qualquer encamisamento (cladding) metálico ou qualquer estrutura semelhante metálica no interior do " C o r e " , e pelo emprego de um gás inerte - o Hélio - como refrigerante. Ademais, utilizando a Grafita como moderador, está esta i n c o r p o r a d a aos elementos combustíveis, propiciando uma distribuição praticamente homogênea do combustível ao longo do " C o r e " , oferecendo melhores condições para a transferência de calor do combustível para o refrigerante, boa economia de nêutrons pela ausência de absorções parasíticas (que ocorrem, em geral, nos "claddings" metálicos) e, conseqüentemente, uma densidade de potência elevada.
A inexistência de "cladding" metálico, sem as restrições impostas pelas temperaturas limites desse tipo de material, o uso de um " C o r e " totalmente em Grafita, substituível com o combustível, o emprego de um refrigerante inerte, resulta em mais alta temperatura de saída, maior potência específica para o combustível, que o torna mais compacto que os primitivos
"Gas Cooled Reactors", e, pois, menor Custo Global de Construção (Capital Cost), além de mais baixo custo de inventário de combustível. Disso tudo resulta, talvez, a melhor condição ou característica do H T G R : um "Fuel Cycle Cost" extremamente favorável, competitivo com larga margem sobre qualquer outro tipo de reator nuclear existente.
Outra das características importantes do H T G R é a sua flexibilidade na utilização de
"Ciclos de Combustível", os quais podem ser estabelecidos segundo interesses econômicos, regionais ou nacionais como, por exemplo:
1. ou usando um alto enriquecimento para o Urânio e permitindo o emprego do Tório, no ciclo:
Urânio-235/Tório-232/Urânio-233
2. ou empregando um baixo enriquecimento para o Urânio, no ciclo:
Urânio-235/Urânio-238/Plutônio-239
3, ou o emprego dos ciclos mistos, com reciclagem, como, por exemplo, o ciclo:
4. ou o emprego do Plutónio, no ciclo:
Plutôn i0-239/U râni0-238/PI utôn i 0-239 5. ou, ainda, outros ciclos mais complexos.
I V - O " H T G R " - H I G H T E M P E R A T U R E G A S - C O O L E D R E A C T O R - COISICEITO E F I L O S O F Í A
1) - Características Gerais do " H T G R "
16 Outra característica do HTGR é a sua flexibilidade também para o uso do "Ciclo Direto", ou seja, utilizando-se o próprio fluido refrigerante - no caso o Hélio - como "fluido de trabalho", sem a interferência de "Trocadores de Calor" ou de "Geradores de Vapor", com a utilização de "Turbinas a Gás" o que virá reduzir ainda mais o custo global de construção e, logicamente, os custos de manutenção. Os estudos sobre a utilização do Ciclo Direto vêm sendo intensamente desenvolvidos nos Estados Unidos da América (Gulf General Atomic), na Grã-Bretanha (Projeto Dragon) e na Aiemanha (Jülich), existindo já grande número de experiências realizadas e boa bibliografia referente a esses trabalhos. O uso do ciclo direto nos HTGR's, em escala comercial, entretanto, só é esperado ser atingido na segunda metade da década de 80; o maior problema reside ainda no comportamento dos materiais, quando submetidos a altas temperaturas.
Finalmente - e isso é uma decorrência da alta temperatura a que se pode atingir com o HTGR, 800°C ou mais (veja-se os resultados já obtidos com o U H T R E X - Ultra High Temperature Gas-Cooled Reactor Experiment em Los Alamos, U S A , que já conseguiu atingir à temperatura de saída de 1.450°C) - é perfeitamente viável o uso do HTGR em processos industriais a alta temperatura: na Siderurgia (fabricação do aço) e na Indústria Química. Já existe mesmo nos Estados Unidos estudos objetivos nesse sentido, mormente para o uso do HTGR com a dupla finalidade de geração de energia elétrica e de fonte de calor para a fabricação do aço (57)
Nos reatores do tipo HTGR o combustível empregado é constituído de pequeníssimas partículas esféricas, com algumas centenas de mfcrons de diâmetro, possuindo um núcleo central (kernel), que constitue o combustível propriamente dito, envolvido ou encapsulado por camadas de material cerâmico, refratário, que constitue o seu "cladding" ou encamisamento.
Essas partículas (coated particles) vão, após, constituir o "Elemento Combustível" do HTGR. É aqui que surgem duas filosofias distintas de HTGR: o do tipo " P E B B L E B E D " e o do tipo " P R I S M A T I C F U E L E L E M E N T " .
A primeira filosofia vem sendo adotada na Alemanha (Projeto A V R e subseqüentes), e a segunda na Grã-Bretanha (Projeto Dragon e derivados) e nos Estados Unidos (Reator Peach Bottom, Reator Fort St. Vrain e HTGR-1100). Em resumo, essas duas filosofias podem ser assim sumarizadas, no que concerne ao elemento combustível:
2) - O Tipo de Combustível Empregado no HTGR
a) - Concepção Alemã do
b) - Concepção Britânica e Americana do HTGR
HTGR 2. Elemento combustível em forma de esferas, com 6 cm de diâmetro externo
1. Partículas com 2 camadas envolventes
1. Partículas com 2 ou mais camadas envolventes 2. Elemento combustível de forma prismática,
(prisma hexagonal, etc.)
s
2.1 - As Partículas de Combustível (Coated Particles)
As denominadas "Coated Particles", que chamaremos aqui, por simplicidade, de
"partículas", são constituídas de um núcleo interno (kernel) de combustível propriamente dito (ou de material fértil, conforme o caso), encapsuladas ou encapadas por material cerâmico.
Essas partículas podem ter:
a) - 2 camadas envolventes
b) - mais de 2 (geralmente 3) camadas envolventes a) - Partículas corrt Duas Camadas Envolventes
As partículas com duas camadas envolventes são constituídas de um "kernel" ou núcleo central, envolvido por duas camadas de carbono pirolítico (pirolytic carbon), da seguinte forma:
1. uma camada interna, de carbono pirolítico poroso, de baixa densidade;
2. uma camada externa de carbono pirolítico isotrôpico, de alta densidade
Fig. 6 - Corte da Partícula com 2 Camadas
Esse tipo de partícula foi o inicialmente adotado em todos os projetos de H T G R ; hoje em dia, as partículas do A V R Alemão (e para o T H T R , obviamente) seguem esse mesmo desenho.
Nos Estados Unidos, entretanto, ao lado desse tipo (BISO coated particle), é empregado um outro tipo de partícula, com três camadas envolventes ( T R I S O coated particle).
A denominada "BISO Coated Particle" (*) tem constituição idêntica à mostrada na Figura 6 e deverá continuar sendo o tipo de partícula a ser empregada para a confecção de partículas férteis (fertile particles), usando como "kernel" ou o T h C2 ou o T h 02 ( * * ) • No reator de Fort St. Vrain, no entanto, ambas as partículas (fissile particles & fertile particles) serão do tipo T R I S O , que será apreciado a seguir.
b) • Partículas com Três Camadas Envolventes
A fim de dar maior rigidez e confiabilidade, foi adotado um outro tipo de partícula, com três camadas envolventes, denominada "TRISO Coated Particle" ( * * * ) , na qual a camada externa existente na " B I S O " é subdividida em duas outras, tendo entre elas, em forma de
"sanduíche", uma camada de Carbeto de Silício (SiC):
O'JTEfi ISOTROPIC P Í R O L Y T I C C A R & C N
f-i.lCON CARB 3F r U R P i E R CCATiN^
ííNNÉR IS07ROPC f'YROLYTIC CARBON
í B ü f F E R
•PYROLYTIC CARBO** "
TRISO
Fig. 7 - " T R I S O Coated Particle"
(*) - BISO é o acrônimo de Buffer-ISOtropic.
( * * ) - É pensamento da GGA de permanecer somente com a partícula BISO para os subseqüentes HTGR (770 e 1100 MW e), em vista do maior custo de fabricação da partícula TRISO. Isso, entretanto, envolve questões de segurança.
( * * • ) - À semelhança de BISO, TRISO é o acrônimo de TR plex-ISOtropic.
c) - Partículas com Mais de Três Camadas Envolventes
P e l o f a t o de a camada mais interna de carbono isotrópico pirolítico sofrer demasiadamente, na sua superfície de contato com a camada de carbono pirolítico poroso, foi estudado na Inglaterra (Projeto Dragon) o emprego de uma outra camada entre essas duas (Sacrificial or Transition Layer), como se pode ver do esquema da Figura 8 ( 6 ) :
Fig, 8 - Esquema de Partícula com mais de 3 camadas
Dessa forma, as diversas camadas envolventes da partícula, do centro desta para a sua superfície, são assim definidas:
1. " k e r n e l " , ou núcleo de combustível (ou material fértil);
2 . camada de carbono pirolítico poroso, de baixa densidade (Buffer);
3. camada de carbono pirolítico isotrópico (sacrificial or transition layer);
4. camada interna de carbono pirolítico isotrópico, de alta densidade (estrutural);
5. camáda*intermedíáfiadecarb^íJ'deáilício(estrutural)(*);
6. camada externa de carbono pirolítico isotrópico de alta densidade (estrutural).
I*) -tA camada intermediária de carbeto de silício (SiC) tem também funções estruturais; entretanto, sua outra importante função é de retenção dos produtos metálicos de fissão.
20 d) - Constituição das Partículas
Do que foi exposto, verifica-se que as partículas de combustível para os reatores do tipo H T G R se constituem de:
a) - Um núcleo central ou "kernel", de material f íssil ou fértil;
b) • camadas envolventes, com diversas finalidades.
O elemento fundamental dessas camadas é o Carbono Pirolítico; normalmente, são empregados dois tipos deste material:
1. Carbono Pirolítico (Pirolytic Carbon) poroso, de baixa densidade, para a absorção dos gases de fissão e permitir a expansão do "kernel" por efeito da temperatura ou de danos por radiação, mantendo a integridade da partícula;
2. Carbono Pirolítico isotrópíco, de alta densidade, como camada externa, para dar rigidez e resistência ã superfície externa da partícula.
Nas partículas T R I S O e nas partículas mais recentemente estudadas para o Projeto D R A G O N , a camada externa de carbono pirolítico isotrópíco é subdividida em duas partes, tendo entre elas uma camada de carbeto de silício (SíC) que aumenta a rigidez da partícula;
além dessa função, o carbeto de silício atua como barreira para os produtos de fissão em geral, mas particularmente como barreira à difusão do estrôncio.
O comportamento de uma partícula é similar ao comportamento de um vaso de pressão em concreto protendido. Em virtude da retração que sofre o carbono pirolítico pela ação da irradiação por nêutrons e tendo em vista a relativa estabilidade mecânica do carbeto de silício, esta última camada é submetida a uma compressão considerável. Esta compressão é de tal magnitude que para ser balanceada necessita de uma pressão interna (por gases de fissão) considerável. Posteriormente, esta pressão aumentando, o carbeto de silício vai passando gradativamente do estado de compressão para o de tensão. Em diversas experiências realizadas, foram verificadas tensões da ordem de 30.000 até mesmo 100.000 psi (2.000 - 7.000 kg/cm2);
entretanto, o comportamento dessa camada de SiC, mesmo a tensões consideráveis, é excepcional, até mesmo na variação do sentido dos esforços: compressão/tensão. Dessa forma, o carbeto de silício atua no caso da mesma forma que os cabos de protensão de um vaso de pressão, e o cálculo dos esforços é submetido às mesmas leis da mecânica.
2.2 - O Elemento Combustível do H T G R a) - O "Pebble Bed Fuel Element"
É esta a filosofia de projeto de elemento combustível do H T G R Alemão, cujo protótipo é o " A V R " (Arbeitsgemeinschaft VersuchsReaktor), instalado em Jülich.
O elemento combustível utilizado no A V R se constitue de esferas ocas com 6 cm de diâmetro externo e 5 cm de diâmetro interno, confeccionadas em grafita, com uma abertura e um "plug" de fechamento do mesmo material. No interior dessa esfera é colocada uma
"matrix" de grafita em pó em cuja massa ficam dispersas as partículas de combustível (coated particles), conforme mostrado na Figura 9 (7):
24000 4¿00 15000
Fig. 9 - O "Pebble Bed Fuel Element"
O primeiro tipo (a) de elemento combustível foi o inicialmente usado na primeira carga do A V R ; o segundo tipo foi usado somente na segunda carga. Atualmente (desde 1969), vem sendo usado o tipo (c) (pressed sphere fuel element). Os números que se situam embaixo de cada figura indicam o número médio de partículas contidas em cada um desses tipos de elemento combustível.
Como se verifica, houve duas inovações:
1. de (a) para (b): inexistencia de partículas na zona central da esfera, ou seja, na zona de maior temperatura; isso equivale, em um corte transversal, a um elemento combustível de formato "anular";
2. de (b) para (c): eliminação da esfera inicial, em grafita. O combustível é confeccionado por prensagem e tratamento a quente da mistura de pó de grafita
(matrix), materiais ligantes e as partículas.
É pensamento, entretanto, nos futuros projetos alemães de T H T R , a adoção de elementos combustíveis de forma prismática, por duas razões:
1. para facilitar a assinatura de acordos internacionais de cooperação no programa T H T R , uma vez que a filosofia de elemento combustível prismático é a mais aceita;
2. objetivando o futuro uso do "direct cycle" (gas turbine);
b) - O "Prismatic Fuel Element" para o H T G R
O Elemento Combustível Prismático é o tipo empregado nos projetos ingleses (Dragón,
etc.) e norte-americanos (Peach Bottom, Fort St. Vrain, etc.) de HTGR. Vamos analisá-lo separadamente, para os reatores ingleses e para os reatores americanos.
b.1) - O Elemento Combustível do H T R (Dragon, etc) da Inglaterra
O elemento combustível do H T R - D R A G O N é constituído de um prisma em grafita (sleeve) possuindo no seu interior 7 elementos unitários (pins) ou "varetas". Essas "varetas" são constituídas de duas barras cilíndricas concêntricas em grafita, que formam uma região anular para o combustível; este é constituído de uma "matrix" de grafita em pó contendo as partículas de combustível já mencionadas, conforme mostrado na Figura 10 (8):
Fig. IO - Elemento Combustível do D R A G O N
O refrigerante se escoa através de canais formados por ressaltos existentes nas faces (hexagonais) dos "pins" ou "varetas", conforme pode ser visto na Figura 10 (three foil channel).
Para os projetos avançados de HTR (650 MWe), o elemento combustível foi modificado, passando a ser um prisma de grafita, de formato ainda hexagonal (em algumas partes, pentagonal), com cerca de 100 cm de altura e 4 0 cm de face a face (duplo apótema), contendo
no seu interior 18 furos onrlf são posicionadas
1 1
Fig. 11-HTR Fuel Element
is tantas varetas ou "pins", conforme Figura
O " p i n " ou "vareta" a ser empregado nos projetos comerciais de
H T R , pode ser de dois tipos (11):
- " i n t e r a c t i n g design"
- "teledial design"
Estes são os dois tipos de maior otimização, segundo os estudos feitos pelo "Dragon Project G r o u p " , em Winfrith, Inglaterra. O primeiro deles se constitue de dois anéis cilíndricos concêntricos, formando uma região anular de combustível, com a parte central vazia (interacting design). O
"Teledial Design" é um cilindro de eixo vasado, em grafita contendo 9 canais onde se posiciona a "matrix" de grafita e as partículas de combustível, conforme mostrado na Figura 12 (10):
Fig. 12 - "Fuel Element" do H T R 650 Mw (e)
b.2) - O Elemento Combustível do H T G R - Peach Bottom
0 elemento combustível do Reator de P E A C H B O T T O M segue uma filosofia quase idêntica a da adotada para o elemento combustível do Reator D R A G O N , da Inglaterra.
Apresenta ele uma "manga" (sleeve) em grafita, que envolve a região de combustível ("matrix"
em grafita e partículas) e, na direção axial, uma vareta em grafita, formando uma região anular para o combustível propriamente dito, conforme mostrado na Figura 13 (11):
Fig. 13 - "Peach Bottom Fuel Element"
Esquematicamente, um corte desse elemento combustível apresenta o aspecto mostrado na figura ao lado (Fig. 14). A s suas diversas regiões apresentam as dimensões assinaladas na Tabela V :
Fig. 14 - Corte do Elemento Combustível
Tabela V
Dimensões Gerais do "Peach Bottom Fuel Element"
região ou seção Dimensões
material
Símbolo Medida (cm)
Manga (sleeve) raio externo ( Rt) 9
grafita
raio interno ( R2) 7 Espinha Central
grafita
raio (r) 4,45
Anel de Combustível
"Matrix" em Grafita + U C ( R2- r ) 2,55
b 3) - O Elemento Combustível "Fort S t . V r a i n "
É este o elemento combustível típico a ser usado nos H T G R ' s de projeto norte americano; será primeiramente empregado no reator de "Fort St. Vrain", ora em final de construção em Denver, Colorado, para a produção de 330 M W (e); este mesmo tipo de combustível está previsto para os H T G R ' s de maior porte, ou seja, 1100 M W (e) e 770 M W (e)
(12). Apresenta o aspecto da Figura 15:
14.17
VA
«/^A«*3p® o o ^
, ® q p « & 6 ® o t ) « i / GRAPHITE
BURNABLE POISON ROO
COOLANT CHANNEL
-COOLANT HOLE 0.825 DIA (66) -COOLANT HOLE
0.719 DIA (6) BURNABLE POISON HOLE 0.50 DIA (6) FUEL HOLE 0.631 DIA (132)
FUEL HANDLING PICKUP HOLE
/ R T K^ - ~ DOWEL
im
PIN (3)HELIUM FLOW (TYP)
SECTION A-A DOWEL SOCKET (3)
Fig. 15 - Elemento Combustível "Fort St. Vrain"
Como mostrado na figura, o elemento combustível é constituído de um prisma hexagonal, em grafita, todo perfurado na direção axial, com 132 canais onde se posicionam os
"bastões" (stick) de elemento combustível e mais 72 canais (66 + 6 ) ' p o r onde circula o refrigerante.
Os "bastões" de combustível, que é posicionado nos canais assinalados, é fabricado com uma "matrix" de pó de grafita prensada, contendo no seu interior as partículas de combustível (coated particles), havendo um total de 8 bastões por canal.
A s dimensões e demais detalhes estão mostrados na figura 15 acima.
3) - O "High Temperature Gas-Cooled Reactor" - Versão Alemã
Conforme já foi citado anteriormente, o H T G R - A l e m ã o (tipo "Pebble Bed) tem c o m o protótipo o Reator de " J ü L I C H " . Representa ele um pequeno protótipo (49 M W térmicos), servindo mais como demonstração de conceito d o que propriamente u m reator de potência, embora produza 15 M W elétricos. O A V R apresenta o seguinte aspecto:
Fig. 16 - O " A V R " ( H T G R - Pebble Bed Type)
O H T G R - P e b b l e Bed é u m tipo de reator no qual o elemento combustível é constituído de esferas, como já foi mostrado; essas esferas são colocadas no interior d o " C o r e " , no caso uma estrutura cilíndrica terminando em forma de cone invertido de tal forma que a distribuição das esferas, durante o seu funcionamento, ao longo d o " C o r e " apresenta aspecto probabilístico, uma vez que a pressão do refrigerante (de baixo para cima) provoca o fenômeno da "levitação",
28-
Os parâmetros mais importantes do " A V R " constam da Tabela V I (13):
Tabela V I
Alguns Parâmetros Importantes do " A V R "
Parâmetro Unidade Valores
Potência Térmica MW (t) 46
Potência Elétrica MW(e) 15
Elemento Combustível — Esferas com 6cm (diâmetro) Dimensões do "Core"
Diâmetro cm 300
Altura (cilindro) cm 250
Número de Elementos Combustíveis — 95.000 Densidade de Potência, Média M W / m3 2,2
Pressão de Trabalho (Hélio) atm 10
Temperatura de Saída °C 850
Na Alemanha estão em desenvolvimento outros projetos de T H T R : o protótipo comercial THTR-300 MW (e) e o THTR de porte comercial, para 600 MW. Esquematicamente, o THTR-300 MW apresenta o seguinte aspecto (14):
Fig. 1 7 - 0 Projeto "THTR-300 MW (e)"
que deve ser levado em conta no cálculo neutrônico.
29
Tabela V I I
Alguns Parâmetros do THTR-300 MW(e) Alemão
Parâmetro Unidade Valor
Potência Elétrica MW (e) 300
Elemento Combustível — esferas com 6 cm de diâmetro Dimensões do "Core":
Diâmetro m 5,60
Altura m 6,00
N ? de Elementos Combustíveis - cerca de 700.000
Refrigerante - Hélio
Pressão kg/cm2 40
Temperatura de Saída °C 850
Ciclo Primário - Integrado
Vaso de Pressão — Concreto Protendido
4) - O "High Temperature Gas Cooled Reactor" - Versão Inglesa
O "Projeto D R A G O N " teve início em Harwell, Inglaterra, em 1956, durante os estudos que ali se processavam sobre a viabilidade dos reatores moderados a grafita, refrigerados a gás
inerte - o Hélio - e usando combustível cerâmico. Os resultados promissores conduziram a uma proposição para um programa de cooperação internacional à European Nuclear Energy Agency e em 1959 foi assinado o acordo pela Áustria, Dinamarca, Euratom (representando a Alemanha, a Bélgica, a França, a Itália, o Luxemburgo e a Holanda), Noruega, Suécia, Suiça e a Grã-Bretanha.
O "Dragon" é, como já foi dito antes, um reator do tipo HTGR com elementos combustíveis prismáticos. Sua disposição interna é a seguinte (15):
As características mais importantes desse projeto estão assinaladas na Tabela V I I .
O " D r a g o n " é um pequeno reator usado quase que exclusivamente como "demonstração de conceito", com uma potência de somente 10MW (térmicos). A disposição dos elementos combustíveis no seu " C o r e " é a seguinte (16):
